Physikalische Grundlagen für einen sicheren nuklearen Reaktor auf der Basis der Kernspaltung bei überkritischen Kühlmittelzuständen

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1 Physikalische Grundlagen für einen sicheren nuklearen Reaktor auf der Basis der Kernspaltung bei überkritischen Kühlmittelzuständen Ziele und Umfang der Untersuchung Heutige Kernkraftwerke haben mit der Generation III+ (EPR, AP1000, ABWR) einen relativ hohen Sicherheitsstand erreicht. Das ergibt sich aus den Ergebnissen der probabilistischen Sicherheitsanalysen zu diesen Reaktoren, welche eine Kernschadenshäufigkeit von unter 10-5 pro Jahr ausweisen. Unter Berücksichtigung der Auswertungen der folgenschweren Unfälle in Harrisburg (TMI, USA), Tchernobyl (Ukraine) und Fukushima (Dai-ichi, Japan)ist eine Übertragung dieser Ereignisse auf die Reaktoren der Generation III und III+ nicht möglich und daher nicht zulässig. Aufgrund des gestaffelten Sicherheitskonzeptes (Messen, Überwachen, Regeln, Personaltraining, periodische Sicherheitsüberprüfungen), des Barrierenkonzeptes (Brennelement, Druckbehälter, Sicherheitsbehälter) sowie der Schutzmaßnahmen nach den postulierten schweren Störfällen mit Kernschmelze durch die gefilterte Druckentlastung des Sicherheitsbehälters (Containment) hat die Sicherheit der Bevölkerung vor diesen Reaktoren einen bis dahin noch nie erreichten Sicherheitsstand. Aus diesem Grunde ist es ein Fehler, diese Anlagen in Zukunft nicht mehr zu betreiben. Dies gilt ebenso aus volkwirtschaftlichen Gründen. Im Report Energy intensities, EROIs, and energy payback times of electricity generating power plants von D. Weissbach et. All aus dem Jahre 2013 geht hervor, dass die alternativen Energieanlagen (PV, Wind, Biogas) deutlich unterhalb der volkwirtschaftlichen Grenze liegen, während konventionelle Kraftwerke und Wasserkraftwerke deutlich darüber liegen. Ein Volk, welches auf diese ökonomischen Techniken verzichtet und das Geld zum Fenster herausschmeißt, kann es sich offensichtlich leisten und lebt zu sehr im Wohlstand, oder verkennt die eigenen im Lande vorhandenen Mängel (in Deutschland leben 2 Mio. Jugendliche unter der Armutsgrenze). Auf der anderen Seite ist der Vorbehalt zur konventionellen Nutzung der Kernenergie in Deutschland groß. Warum dieser Vorbehalt gerade in Deutschland so groß ist aus der sogar eine heute etablierte Partei erwuchs ist nicht Thema dieser Darstellung. Aber gerade die guten Erfahrungen in Deutschland mit dieser Technik auf der Seite der Kraftwerk, der Gutachter und der Behörden sowie noch nicht ausgenutzte Potentiale könnten dazu beitragen, diese Technik auch in Deutschland wieder attraktiver zu machen. Die Erhöhung der Sicherheit heutiger Kernkraftwerke beruht auf systemtechnische Verbesserungen und auf administrative Maßnahmen im Betriebshandbuch und Notfallhandbuch. In dem folgenden Beitrag wird ein neuer Weg aufgezeigt, wie die Veränderung der physikalischen Betriebsbedingungen zu einer Verbesserung der Sicherheit führen kann. Diese Veränderungen sind gegeben durch Die Verwendung des nuklearen Isotopes Th 232 Veränderte Auslegung der Brennelemente

2 Betrieb des Reaktors unter überkritischen Kühlmittelzuständen. Gleichzeitig mit der Verbesserung der Sicherheit dieses Reaktors kann man damit auch die Nachzerfallsleistung der Brennelemente nach dem Betrieb aufgrund der veränderten Nuklidzusammensetzung der Spaltprodukte verringern. Nach wie vor muss es jedoch das Ziel der Nutzung dieser Technik sein, die Brennelemente nach dem Betrieb wieder aufzubereiten, um die langlebigen teilweise sehr giftigen Nuklide (Pu) wieder energetisch zu nutzen und damit zu entsorgen. Eine direkte Endlagerung der Brennelemente nach dem Betrieb verbietet sich sowohl aus Gründen des Umweltschutzes als auch aus ökonomischer Sicht. Transporttheoretische Überlegungen Bei der Kernspaltung entstehen schnelle Neutronen oberhalb von 1 MeV Aufgrund der benachbarten Nuklide (Brennstoff, Kühlmittel, Moderator, Strukturmaterial) werden diese Neutronen abgebremst und geben einen Teil der kinetischen Energie an diese ab oder werden von diesen absorbiert. Die bedingte Wahrscheinlichkeit (eine Absorption voraus gesetzt) für eine Schnellspaltung von PU239, U233 und U235 ist 74%, 99% und 72%. Der Absorptionsquerschnitt im schnellen Neutronenbereich ist jedoch im Vergleich zu dem in thermischen und epithermischen Bereich mit ca. 1% sehr gering. Im epithermischen Bereich haben diese Nuklide einen hohen Wirkungsquerschnitt für die Absorption von Neutronen. In U238 führt diese Absorption zum Nuklid Pu239. Bei U233 und U235 erfolgt mit hoher bedingter Wahrscheinlichkeit von 82% bzw. von 51% eine Spaltung. Dabei werden 2,1 bzw. 1,6 Neutronen frei gesetzt. Aufgrund der bedingt hohen Wahrscheinlichkeit für Spaltung im epithermischen Bereich bei U233 ist das Nuklid Th 233 von Bedeutung, welches in der Natur in größeren Mengen vorhanden ist im Vergleich zu Uran. Nach der Absorption eines Neutrons wird aus Th 233 das Nuklid U 233. Sind die Neutronen im thermischen Bereich folgt nach der Absorption in PU 239, U233 bzw. U235 mit einer bedingten Wahrscheinlichkeit von 50%, 90% bzw. von 83% zur Spaltung der Nuklide. Dabei werden 1.9, 2.3 bzw. 2.1 Neutronen frei gesetzt. Bei gleicher Nukliddichte von U 235 und U 233 werden bei U 235 gleich viel Neutronen im thermischen Bereich freigesetzt wie bei U233 im epithermischen Bereich. Da jedoch während der Abbremsung schneller Neutronen bis hin zu thermischen Neutronen auch Neutronen verloren gehen, ist die Spaltrate in U 233 größer als bei U 235. Auch hier ist das Nuklid U 233 wieder interessant, welches aus TH 232 und einem Neutron gebildet wird. Die übrigen in diesen Nukliden eingefangenen Neutronen führen zu den Nukliden PU240, U234 und U236 die für thermische Neutronen einen sehr geringen Spaltquerschnitt haben. Die Spaltungen durch epithermische oder thermische Neutronen erzeugen unterschiedliche Spaltprodukte. Die Spaltprodukte durch thermische Neutronen in U233, U235 und PU239 liegen relativ dicht bei einander (siehe Abbildung 1). Es zeigt sich, dass bei Spaltung mit thermischen Neutronen eine asymmetrische Spaltung eintritt die sich mit zunehmender Energie der Neutronen der Symmetrie immer mehr annähert (siehe Abbildung 2). Die Spaltprodukte sind in der Regel radioaktiv und Zerfallen unter Aussendung von alpha- Teilchen, Betastrahlung oder Gammastrahlung. Es gibt Spaltprodukte mit kurzer, mittlerer und langer Halbwertzeit. Bei Spaltprodukten mit kurzer Halbwertzeit ist die dabei

3 freiwertende Leistung (Nachzerfallsleistung) aufgrund der hohen Zerfallsrate auch höher als bei Spaltprodukten mit einer sehr langen Halbwertszeit. Es gibt jedoch auch Ausnahmen mit einer relativ langen Halbwertzeit und hoher Nachzerfallsleistung wie bei den Spaltprodukten: o Strontium 90 (hohe Betaenergie, Halbwertzeit 30 Jahre) o Cäsium 137 (hohe Gammaenergie, Halbwertzeit 30 Jahre) o Tin 126 (hohe Gammaenergie, Halbwertzeit Jahre) Aus Abbildung 1 ist zu erkennen, dass der Anteil von Sr-90 bzw. Cs-137 durch die Spaltung von U233 (Thorium-Reaktor) höher bzw. kleiner ist im Vergleich zu U235 (PWR, BWR). Die Nachzerfallsleistungen beider Isotope könnten daher ähnlich sein. Bei I-129 und I-131 sind keine deutlichen Unterschiede gegeben. Überlegungen zu überkritischen Kühlmittelzuständen Wenn ein Kühlmittel bei überkritischen Zuständen unterscheidet sich im Vergleich zu einem Kühlmittle unterhalb dieser Zustände durch die folgenden physikalischen Phänomene: Das überkritische Fluid bildet keine zweite Phase, also keine Gasphase zusammen mit einer Flüssigphase; es können jedoch aufgrund der lokalen Temperaturunterschiede auch Strähnen mit unterschiedlicher Dichte vorliegen Bei einer isobaren Wärmezufuhr steigt auch die Temperatur, während im anderen Fall durch die Verdampfungswärme die Temperatur im Zweiphasenbereich konstant bleibt Die Wirkung eines überkritischen Fluid auf die Moderation der Neutronen ist nur noch abhängig von der temperaturabhängigen Dichte. Eine schnelle Änderung durch Dampfblasen ist nicht gegeben. Es ist jedoch so, dass oberhalb der Kritischen Temperatur die Dichte mit der Temperatur schneller abnimmt im Vergleich bei den Zuständen unterhalb der kritischen Temperatur Aufgrund der geringeren Dichte eines überkritischen Fluid im Vergleich zum flüssigen Zustand eines unterkritischen Fluid ist die Moderatoreigenschaft eines überkritischen Fluid geringer. Daher muss das Brennstoff-Moderatorverhältnis bei einem Reaktor mit überkritischem Kühlmittel geringer sein als bei einem Reaktor mit unterkritischem Kühlmittel Da oberhalb der Kritischen Temperatur die Dichte mit der Temperatur schneller abnimmt im Vergleich bei den Zuständen unterhalb der kritischen Temperatur (s. o.) muss auch das das Brennstoff-Moderatorverhältnis bei einem Reaktor mit überkritischem Kühlmittel die axiale Temperaturzunahme berücksichtigen (ähnlich wie bei SWR) Mit der axialen Abnahme der Moderation besteht die Möglichkeit, die axiale Dichte von Th 232 anzupassen. Überlegungen zur Auslegung der Brennelemente Aufgrund der Erkenntnisse, dass: Bei U233 und U235 im epithermischen Bereich des Neutronenspektrums eine Spaltung mit hoher bedingter Wahrscheinlichkeit von 82% bzw. von 51% erfolgt Im thermischen Bereich des Neutronenspektrums bei U233 und U235 eine Spaltung mit hoher bedingter Wahrscheinlichkeit von 90% bzw. von 83% erfolgt Aufgrund der axialen Temperaturverteilung die Moderatoreigenschaft des Kühlmediums im überkritschen Bereich abnimmt.

4 Ist es von Vorteil, im unteren Bereich der Brennelemente eine höhere Konzentration von TH 232 vorzusehen, damit sich aufgrund des höheren thermischen Neutronenspektrums aus TH 232 das Isotop U 233 bildet. Dieses Isotope sollte im äußeren Bereich der Brennelement Pellets sein, während in der Mitte der Pellets das Isotop U 235 als Spaltmaterial vorliegt. Dieses Isotop wird durch thermische Neutronen gepalten, die zunächst das Pellet verlassen, durch den Moderator abgebremst werden bis auf den thermischen Energiebereich um dann beim Eintritt in die Pellets aus dem Isotop Th 232 das Isotop U 233 bilden. Im oberen Bereich der Brennelemente ist das epithermische Neutronenspektrum größer als im unteren Bereich aufgrund der Moderatoreigenschaft. Um die lokale Reaktivität zu reduzieren, damit man die passive Sicherheit erhöht, müsste in diesem Bereich die Konzentration von U 233 geringer sein als im unteren Bereich. Das wird bereits durch die höhere Konzentration von Th 232 im unteren Bereich erreicht. figure 1: Fission product yields by mass for thermal neutron fission of U-235, Pu-239, a combination of the two typical of current nuclear power reactors, and U-233 used in the thorium cycle (from

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